重离子径迹模板中组装半导体CdS一维纳米材料

用重离子辐照的聚碳酸酯为模板,采用电化学沉积法制备了半导体CdS纳米线和纳米管.通过选用不同蚀刻时间的模板,得到了直径20～100 nm、长度20～30 μm范围、粗细均匀且具有纤维锌矿结构的CdS纳米线与纳米管.利用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)和透射电子显微镜(TEM)对CdS纳米线与管的形貌和晶体结构特征进行了表征.     

擦拭样品中铀微粒甄别技术的研究

基于裂变径迹原理对擦拭样品中微米量级铀微粒筛选技术进行了研究.研究内容包括擦拭样品与载体分离、样品在裂变径迹片上沉积、样品辐照以及化学刻蚀、铀微粒筛选等.文章中对各实验环节进行细致描述和讨论.研究发现:(1)以无尘滤纸、脱脂棉、Texwipe牌TX304型棉布为擦拭载体的样品经过400℃ 6 h灰化为较好的分离方法;(2)经热中子辐照和化学刻蚀后裂变径迹主要呈星状和坑状.其中235U含量高的微粒对应于坑状径迹,含量低的微粒对应于星状径迹;(3)采用新的定位方法能够筛选出铀微粒.     

低能氮离子注入香菇生物学效应的研究

本文用能量为 15 keV,而注量不同的氮离子注入对武香一号香菇进行诱变,分析了不同注量下菌丝长速,菌丝生物量以及多糖含量的变化,对该低能离子与微生物间的作用规律进行了初步探索,为进一步筛选出多糖高产菌株提供前提.实验结果表明菌丝长速,菌丝生物量及多糖含量随不同注量的变化情况基本遵循"马鞍型曲线".注量小时菌丝日均长速较快,随着注量的增大,菌丝日均长速呈下降趋势,但在1.5×1016cm-2附近,菌丝长速有短暂回升.在注量较小时,随着注量的增加,菌丝生物量及多糖含量先升高后降低,注量为4×1015cm-2时,两者均达到最大值,而后会出现小的波动,注量增加到1.5×1016cm-2时,菌丝生物量及多糖含量又会达到-个较大的峰值.通过发酵动力学分析,研究了香菇液体菌种培养过程中菌丝球数量及形态、摇瓶总重、pH值、多糖含量等指标的变化情况,绘制该菌发酵产糖的过程曲线,这将为诱变前后液体发酵过程的控制提供参数.     

放疗后早期肿瘤组织内99Tcm-rh-Annexin Ⅴ分布与Survivin、Caspase-3蛋白表达的相关性研究

采用99Tcm-rh-AnnexinⅤ作为核素凋亡显像示踪剂,观察小鼠放疗后早期肿瘤组织内Survivin、Caspase-3蛋白表达。结果显示,放疗组肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ分布、TUNEL检测阳性细胞数及Caspase-3蛋白表达均明显多于对照组,Survivin蛋白表达A组明显高于B组,差异均存在显著性（P均<0.01）。相关性研究表明,肿瘤组织的放射性摄取与TUNEL阳性细胞数呈明显正相关（r=0.942,P=0.000）;肿瘤组织内Survivin蛋白表达与Caspase-3蛋白表达呈明显负相关（r=-0.836,P=0.000）。肿瘤组织内99Tcm-Annexin Ⅴ分布与Caspase-3蛋白表达呈明显正相关（r=0.948,P=0.000）,与Survivin蛋白表达呈明显负相关（r=-0.819,P<0.01）。以上结果提示,肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ的分布可以反映放疗后早期肿瘤组织细胞凋亡的状况以及凋亡调控蛋白Survivin、Caspase-3表达水平的变化。     

放射治疗中肿瘤靶区勾画的主观差异性分析

为了解医生的主观因素在肿瘤靶区(GTV)勾画中产生差异性并分析其原因,对肿瘤处在身体不同部位的12例病人的CT定位图像,组织了来自放射治疗和影像诊断的6位医师进行了GTV勾画,计算病人GTV的体积值及其变化范围,比较两个学科和两次勾画所产生的差异性.结果表明,9位病人GTV体积最大值/最小值比值＜2,3位病人的项比值＞2;16%的体积值对体积平均数的变动范围＞±25%.在已知影响准确性的重要客观因素一致的条件下,造成差异性的主要原因是医生间学科的不同,影像科医生比放疗科医生的变异性小、准确性高.因此,在确定GTV时,对于因主诊医生主观因素产生的误差要引起重视,放射治疗医生加强影像诊断学知识学习与协作,建立、完善并认真执行相关的QA与QC规程是解决问题的主要方法.     

三代核电自主化依托项目的工程建造管理模式

2007年7月24日,国家核电技术公司、三门核电有限公司、山东核电有限公司、中国技术进出口总公司,与美国西屋联合体及分包商分别签订了第三代核电自主化依托项目4个机组的核岛设计及部分主设备采购合同;国家核电技术     

国外最新消息

伊朗总统宣布已开始安装6000台新离心机伊朗总统艾哈迈迪·内贾德2008年4月8日宣布,伊朗已开始在纳坦兹铀浓缩基地安装6000台新的离心机。(编译自法新社2008年4月8日报道)     

高压氘氚气氛下不锈钢吸附氚的初步研究

本工作对于氚在不锈钢表面的吸附和解吸行为进行了初步研究.样品在n(D)∶n(T)=1∶1,230℃时,15 MPa下恒温8 h后,接着在27 MPa下恒温6 h的情况下进行了氚的吸附,测量了室温下和加热到1173 K时的解吸氚量和总吸附量.其结果如下:不锈钢的总吸附氚量是857.4 MBq·cm-2,不锈钢的解吸氚量是722.2 MBq·cm-2;在本实验的条件下,在室温和加热条件下,不锈钢所释放的氚中,化学成分主要是HTO和HT两部分,大部分以HT形式存在;不锈钢的自由氚占吸附总氚量的7.34%;不锈钢的热解吸谱存在三个解吸峰,其解吸温度分别为439、530和843K.     

Continuous compositional spread investigation of SiC-based thin films prepared by MW-ECR plasma enhanced magnetron co-sputtering

A kind of combinatorial material methodology,also known as continuous compositional spread method,was employed to investigate the relationship between the optical band gap and composition of SiC thin films.A wide range of SixCy thin films with different carbon contents have been successfully deposited in a single deposition by carefully arranging the sample position on the substrate holder.The films were characterized by surface profiler,x-ray photoelectron spectroscopy,ultraviolet-visible spectroscopy,fourier transform infrared spectroscopy and Raman spectroscopy.The carbon content y increases linearly from 0.28 to 0.72 while the sample position changed from 85 to 175 mm,the optical band gap changed between 1.27 and 1.99 eV,the maximum value corresponded to the stoichiometric SiC sample at the position of 130 mm,which has the highest Si?C bond density of 11.7×10^22 cm^-3.The C poor and C rich SixCy samples with y value less and larger than 0.5 were obtained while samples deviated from the position 130 mm,the optical band gap decreased with the Si?C bond density.     

全国核与辐射设施退役学术研讨会简介

在国家政府有关部门及中核集团公司支持下,由中国核学会辐射防护分会会同相关学会于2007年11月5日至10日在四川绵阳召开了全国核与辐射设施退役学术研讨会.     

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

在非失水事故（LOCA）事故工况下，AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统（RCS）平均温度冷却至215.6℃，但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证，确定了冷凝水损失途径。因此，执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后，AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。      

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。